DIRECTION REGIONALE DE LINDUSTRIE, DE LA RECHERCHE ET DE LENVIRONNEMENT D'ILE-DE-FRANCE 
Division d'Orléans DSNR-Orl/DM/FC/1432/04 L:\CLAS_SIT\SACLAY\INB72\07vds04\INS_2004_CEASAC_0026.doc Orléans, le 12 juillet 2004 Monsieur le Directeur du Centre dEtudes Commissariat à lEnergie Atomique de Saclay 91191 GIF SUR YVETTE 
OBJET : Contrôle des installations nucléaires de base Centre du CEA de Saclay - INB 72, Zone de Gestion des Déchets radioactifs Solides Inspection n° INS 2004 CEASAC 0026 du 6 juillet 2004 "PRECIS  Programme de Reprise pour Evacuation des Combustibles Irradiés de Saclay" Monsieur le Directeur, Dans le cadre de la surveillance des installations nucléaires de base prévue à larticle 11 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963, et à larticle 17 du décret n° 93-1272 du 1er décembre 1993 modifié par le décret n° 2002-255 du 22 février 2002, une inspection annoncée a eu lieu le 6 juillet 2004, à la Zone de Gestion des Déchets radioactifs Solides du CEA de Saclay sur le thème du Programme de Reprise pour Evacuation des Combustibles Irradiés de Saclay (PRECIS). 

Jai lhonneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de linspection ainsi que des principales constatations, demandes et observations formulées par les inspecteurs à lissue de cette inspection. 

## Synthèse De Linspection

L'inspection du 6 juillet 2004 avait pour objet d'examiner l'organisation et les dispositions opérationnelles mises en place par l'exploitant de l'INB 72 - Zone de Gestion des Déchets radioactifs Solides - pour réaliser les opérations de caractérisation et d'évacuation de conteneurs de combustibles anciens entreposés dans le massif du bâtiment 108. 

Les inspecteurs ont vérifié, en particulier, le respect des prescriptions techniques relatives à la maîtrise du risque de criticité et se sont assurés que les modes opératoires ou procédures intégraient les exigences que l'Autorité de sûreté avait formulées dans le cadre des autorisations qui encadrent les différentes phases du projet PRECIS. 

Les inspecteurs ont noté que la formation des équipes d'exploitation et la prise en compte de la composante facteur humain ont été traitées de manière très satisfaisante. 

## A. Demandes Dactions Correctives

Validation des calculs par l'Ingénieur Qualifié en Criticité (IQC) Avant tout mouvement de conteneurs combustibles, et notamment lors de la préparation du colisage pour le transport, l'Ingénieur Qualifié en Criticité (IQC) de l'installation doit valider et viser le calcul permettant de s'assurer du respect du critère : somme des ratios de la masse de matière fissile, de chaque conteneur, à la masse maximale admissible du milieu fissile de référence de chaque conteneur inférieure à 1. 

Les inspecteurs ont examiné cette validation pour le cas du transport n°4 de l'année 2004. La validation et la signature de l'IQC sont apposées sur une feuille "volante", dissociée des tableaux de calculs. D'autre part, les agents d'exploitation chargés de réaliser les mouvements de conteneurs disposent d'un document ( liste de colisage) issu des calculs validés par l'IQC cités ci-dessus mais sur lequel ne figure aucun signe de vérification ou de validation de la part de l'IQC. 

Les inspecteurs estiment que ces dispositions ne sont pas satisfaisantes en terme d'assurance de la qualité. 

Demande A1 : je vous demande de me présenter quelles modifications vous comptez apporter aux formats des documents pour permettre d'assurer la traçabilité des validations effectuées par l'Ingénieur Qualifié en Criticité. 

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Fiches suiveuses des conteneurs combustibles Les inspecteurs ont observé que plusieurs fiches suiveuses de conteneurs combustibles ne sont pas validées, ce qui ne permet pas de garantir que les données issues des expertises réalisées sur les conteneurs combustibles et mentionnées sur ces fiches ont été vérifiées et sont conformes. 

Demande A2 : je vous demande de veiller à ce que la vérification et la validation des fiches suiveuses des conteneurs combustibles soient réalisées de manière exhaustive. 

## B. Demandes De Compléments Dinformation

Dossier désentreposage du massif du bâtiment 116 Dans le cadre du désentreposage ultérieur du massif du bâtiment 116, les responsables de l'installation ont indiqué que des canaux du massif du bâtiment 108 pourraient être utilisés comme "entreposage tampon" lors des opérations de caractérisation des conteneurs ou de préparation des transports d'évacuation. 

Demande B1 : lors de la transmission à l'Autorité de sûreté nucléaire du dossier relatif au désentreposage du massif du bâtiment 116, je vous demande de réaliser une révision de la note de calcul criticité. 

## C. Observations

Pas d'observation particulière. 

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Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points pour le 10 septembre 2004. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande, de les identifier clairement et den préciser, pour chacun, léchéance de réalisation. 

Je vous prie dagréer, Monsieur le Directeur, lassurance de ma considération distinguée. 

Pour le Directeur, L'adjoint au chef de la division de la sûreté nucléaire et de la radioprotection Signé par : Serge ARTICO 
Copies : DGSNR PARIS 
- Direction 
- 4ème Sous-Direction DGSNR FAR 
- 3ème Sous-Direction - 4ème Sous-Direction IRSN/DSU/SESID 